Статья: Влияние неравномерности нейтронного потока на габариты реакторной установки типа РИТМ

Санкт-Петербургский государственный морской технический университет, Санкт-Петербург, Россия

Санкт-Петербургский государственный университет телекоммуникаций им. проф. М.А. Бонч-Бруевича, Санкт-Петербург, Россия

Влияние неравномерности нейтронного потока на габариты реакторной установки типа «РИТМ»

Улямаев К.С.

Миськов А.Д.

Аннотация

трубопровод топливо реактор мощность

Хотя работы по исследованию, улучшению и проектированию ЯЭУ проводятся еще с середины прошлого века, в некоторых моментах она все еще остается недоработанной и многие аспекты требуют изучения. Постоянно встает вопрос и подборе материалов трубопроводов, оболочек твэл, ТВС, выбор топлива и типа реактора. Подбор вариантов всегда ситуативный, базирующийся на назначение установки, места и способа её эксплуатации. Немаловажным стоит вопрос влияния состава различных топлив и материалов активной зоны (а.з) на длительное время работы ЯППУ при стопроцентной мощности, её экономическая выгода по сравнению с другими композициями. Нахождение сбалансированного варианта цена-качество является необходимой задачей.

Ключевые слова: ЯЭУ, РИТМ, нейтронный поток, материалы а.з.

Abstract

Although the work on research, improvement and design of the nuclear power plant has been carried out since the middle of the last century, in some points it still remains incomplete and many aspects require further studying. There is always a question of selecting the necessary materials for pipelines, fuel-element cladding, fuel assemblies, and the problem of which fuel and reactor type to choose. The selection of options always depends on the situation, the purpose of the installation, the location and the method of operation. Another important problem is the influence of the composition of various fuels and materials of the reactor core on the long-term operation of the nuclear steam generating plant at the full reactor power raising. Its economic benefit in comparison with other compositions should also be taken into consideration. It is necessary to find a balanced price-quality option.

Keywords: nuclear power plant, RHYTHM, neutron flux, reactor core materials.

Введение

В связи со сложностью установления оптимальных характеристик и выбора материалов для реакторной установки (РУ) под определенную поставленную задачу, была написана данная статья, целью которой было проведение теплового и физического расчета а.з. с нахождением оптимальной комбинацией параметров кампании а.з. и неравномерности нейтронного потока на основе полученных данных габаритов установки на примере ЯЭУ РИТМ - 200. Также приведен экономический расчет.

Основная часть. Материалы а.з.

В наиболее тяжелых условиях в процессе эксплуатации находятся оболочки твэлов. Они подвергаются одновременному воздействию облучения, высоких температур, значительных статических и динамических нагрузок, а также взаимодействию материала топлива и теплоносителя. В то же время за все время эксплуатации оболочки твэлов должны сохранять целостность и герметичность. Снаружи на оболочку действует давление теплоносителя, через оболочку передается значительный тепловой поток, который отличается неоднородностью. На переходных режимах действующие на твэл нагрузки, в особенности термическое напряжение, значительно изменяются, вызывая неравномерную деформацию и искривление твэлов. Опасность разрушения оболочки твэла под действием механических нагрузок усугубляется тем, что пластические свойства материала оболочки могут существенно снизиться под воздействием высоких температур, медленной пластической деформации и реакторного излучения. Рабочая температура на оболочках твэлов водо-водяных реакторов равна 350-400 , в реакторах с жидкометаллическими теплоносителями она достигает 500-700 . При этих температурах материал оболочки твэл взаимодействует, с одной стороной, с теплоносителем, с другой - с топливным сердечником. Это взаимодействие может вызвать коррозию материала, а также твердых интерметаллидов. Также требуются материалы для оболочек твэл, которые слабо поглощают тепловые нейтроны, обеспечивая тем самым меньшее обогащение топлива.

Рассмотрев условия работы оболочек твэлов, к их материалу предъявляют повышенные требования такие, как:

хорошие теплофизические свойства - высокий коэффициент теплопроводности, низкую теплоемкость и малый коэффициент термического расширения;

хорошие ядерные свойства - минимальное сечение поглощения нейтронов;

высокая жаропрочность, термостойкость и радиационная стойкость - стабильность структуры и свойств материала и сохранение формы и размеров деталей при воздействии температуры, нейтронного и других излучений;

высокая коррозионная и эрозионная стойкость;

хорошие технологические свойства материала, позволяющие без проблем работать с металлом.

Наибольшее распространение в реакторах для изготовления твэлов и ТВС активной зоны получили циркониевые сплавы типа циркалой, который и был рассмотрен в данной работе. В сплавах циркалой сочетается относительно высокие прочностные свойства с хорошей коррозионной стойкостью в воде при широком интервале температур. Коррозионная стойкость циркониевых сплавов близка к стойкости чистого циркония. Выплавка сплавов циркалой-2 и циркалой-4 происходит на сравнительно дешевом способе, благодаря введению в состав сплава олова, способного блокировать действие наиболее вредных примесей, например, азота. Также были разработаны сплавы циркония с ниобием.

Таблица 1. Химический состав сплавов на основе циркония

Сплав циркалой-2, имеющий в своем составе никель, более склонен к наводораживанию, что послужило главной причиной преждевременного выхода из строя оболочек твэлов из этого сплава на некоторых реактора. Данная проблема привела к необходимости усовершенствования состава сплава циркалой-2 и разработки сплава циркалой-4, в котором почти отсутствует никель. Исходя из тематики задания и вышеперечисленных качеств, в работе был взят и рассмотрен сплав циркалой-4, как основной элемент для твэлов и матрицы.

Топливо

Ядерное топливо применяют в виде керамики или дисперсионной смеси. Дисперсионное ядерное горючее представляет металлическую матрицу из неделящегося материала, в которой размещены дисперсные топливные частицы. Каждая частица ядерного топлива представляет собой микротвэл размером до 500 мкм. Из-за высокой теплопроводности матрицы температуры частиц относительно невелики, поэтому распухание, то есть появление в уране пузырьков газообразных продуктов деления, топливо незначительно и сдерживается матрицей. В качестве материала матрицы используют алюминий, цирконий и нержавеющие стали.

Керамическое топливо представляет собой соединение урана и плутония с кислородом, углеродом и другими неметаллами. Керамическое топливо имеет высокую температуру плавления и хорошие ядерно-физические свойства. Наилучшими свойствами обладает двуокись урана, которая и была взята за основу в данной работе. Она имеет высокую плотность, технологична и химически инертна. Двуокись урана не взаимодействует с такими теплоносителями, как вода, пар, натрий, углекислый газ и гелий, а также с нержавеющей сталью. Недостатком двуокиси урана может служить низкая теплопроводность, которая снижается при облучении. Двуокись урана используется в реакторах в виде цилиндрических таблеток. Технологический процесс изготовления включает прессование смеси порошка двуокиси урана со связующем веществом и последующем спеканием.

Исследование

Данное исследование проводилось в программе «MARS», написанной в стенах Санкт-Петербургского государственного морского технического университета. За основу исследуемого объекта была взята РУ РИТМ-200 с её основными характеристиками. Программа «MARS» написана применительно к активной зоне судового водо-водяного ядерного реактора на тепловых нейтронах в высоко- и низкообогащенным ядерный горючим.

Задачей предварительного и теплового расчетов является определение габаритов активной зоны (высоты и диаметра), диаметра твэл, размеров и числа кассет.

Алгоритм предварительного и теплового расчетов составлен таким образом, что позволяет рассматривать семь вариантов задач. Во всех задачах общим является задание мощности реактора, кампании, температур на входе и выходе зоны для водо-водяного реактора под давлением или массового паросодержания на выходе из активной зоны для водо-водяного реактора кипения.

При расчете по исходным величинам температуры теплоносителя на входе и выходе активной зоны определяется давление первого контура, если оно не было задано. Давление теплоносителя определяется из условия отсутствия кипения при 20% - ной перегрузке по мощности с одновременным снижением массового расхода теплоносителя через активную зону на 15%. Выбор того или иного варианта расчета зависит от типа ядерного реактора, формы кассеты, задачи исследовательского раздела и т.д.

В данной работе исследование проводилось со следующими исходными данными с типом реактора ВВРД и шестигранным типом кассеты:

Таблица 2. Начальные значения расчета

Основной задачей физического расчета а.з. является определение массы загружаемых делящихся нуклидов. Особенность данного расчета для водо-водяного реактора под давлением (ВВРД) является то, что он обладает отрицательным коэффициентом реактивности в области рабочих температур и мощностей. Избыточная реактивность ядерного реактора (ЯР) необходима для обеспечения длительной кампании, а также для создания условий выхода из полной йодной ямы. Столь высока реактивность компенсируется с помощью выгорающих поглотителей и компенсирующих решеток. В качестве исходных данных для физического расчета а.з. программа «MARS» использует результаты начального теплового расчета.

Тепловой расчет а.з.

Количество теплоты, выделяющейся в РУ в течение одного часа, называется тепловой мощность реактора. Мощность пропорциональна числу делений ядер топлива в а.з. в единицу времени во всем объеме. Плотностью потока нейтронов Ф называется пусть, пройденный всеми нейтронами n в объеме 1 м³ за 1 с, при скорости нейтрона v м/с:

(1)

Плотность нейтронного потока зависит от формы и размеров активной зоны. Для цилиндрической активной зоны без отражателя радиусом R и высотой H плотность нейтронного потока высчитывается, как:

(2)

где r и z - координаты от центра активной зоны по ее радиусу и высоте; Ф₀ - максимальная плотность нейтронного потока в центре активной зоны, и J₀- функция Бесселя нулевого порядка.

Также формула (2) может быть представлена в виде:

(3)

где k_R =2.405J₀(r/R); k_H=cos(рz/H) - коэффициенты неравномерности по радиусу и по высоте активной зоны. Также коэффициенты неравномерности находятся, как отношение максимальной плотности нейтронного потока по одной из координат к средней плотности нейтронного потока той же координаты:

(4)

(5)

Он показывает во сколько раз максимальная величина плотности потока тепловых нейтронов больше среднего её значения по активной зоне реактора.

Средняя плотность нейтронного потока:

(6)

Произведение коэффициентов k_R и k_H называется объемный коэффициентом неравномерности распределения плотности нейтронного потока по объему активной зоны:

(7)

Если распределение плотности потока нейтронов по радиусу активной зоны неравномерно это приведет к тому, что в твэлах центральных ТВС удельное объёмное энерговыделение имеет большую величину, чем в твэлах периферийных ТВС. Таким образом, в активной зоне оказывается множество в различной степени недогруженных ТВС и твэлов, а недовыработка тепловой мощности оборачивается пропорциональной потерей в выработке энергии.

Диапазоны значений коэффициентов неравномерности плотности нейтронного потока для судовых ЯЭУ давно найдены. Для радиального коэффициента значения варьируется от 1.5 до 2,3, для коэффициента по высоте - 1.3 до 1,7, а для объемного, от 2,0 до 3,06. В работе было рассмотрено влияние разных коэффициентов неравномерности плотности нейтронного потока на габариты активной зона.

Таблица 3. Варианты параметров неравномерности нейтронного потока

Изменения неравномерности нейтронного потока можно выполнить с помощью профилирования активной зоны и специальной системой управления и защиты (СУЗ).

СУЗ обеспечивает компенсацию медленных изменений реактивности, обусловленных выгоранием, поддержание мощности в заданной области и обеспечение перехода с одного режима мощности на другой и обеспечение затухания цепной реакции деления при аварийной ситуации. Наибольшее применение получило управление реактором с помощью стержней, выполненных из стали с примесями материалов-поглотителей (бор, гафний, кадмий). Регулирование происходит путем введения в активную зону управляющих стержней. Наличие отражателей в активной зоне позволяет отразить часть нейтронов обратно в а.з.

Также существует метод регулирования с помощью постепенно выгорающих добавок поглотителя. Поглотитель равномерно помещается в топливных блоках, в количестве необходимом для компенсации начального запаса реактивности, где добавка, выгорая, компенсирует начальный запас реактивности.